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Strasser, P.*; 阿部 充志*; 青木 正治*; Choi, S.*; 深尾 祥紀*; 東 芳隆*; 樋口 嵩*; 飯沼 裕美*; 池戸 豊*; 石田 勝彦*; et al.
EPJ Web of Conferences, 198, p.00003_1 - 00003_8, 2019/01
被引用回数：13 パーセンタイル：99.06(Quantum Science & Technology)High precision measurements of the ground state hyperfine structure (HFS) of muonium is a stringent tool for testing bound-state quantum electrodynamics (QED) theory, determining fundamental constants of the muon magnetic moment and mass, and searches for new physics. Muonium is the most suitable system to test QED because both theoretical and experimental values can be precisely determined. Previous measurements were performed decades ago at LAMPF with uncertainties mostly dominated by statistical errors. At the J-PARC Muon Science Facility (MUSE), the MuSEUM collaboration is planning complementary measurements of muonium HFS both at zero and high magnetic field. The new high-intensity muon beam that will soon be available at H-Line will provide an opportunity to improve the precision of these measurements by one order of magnitude. An overview of the different aspects of these new muonium HFS measurements, the current status of the preparation for high-field measurements, and the latest results at zero field are presented.
北尾 貴彦; 竹内 良勝; 木村 隆志; 小島 順二; 塩谷 聡; 田崎 隆; 中村 仁宣
日本核物質管理学会第38回年次大会論文集(インターネット), 9 Pages, 2018/04
日本原子力研究開発機構(JAEA)東海再処理施設は、防護区分I施設を複数有しており、より強固な核セキュリティの確保が要求されている。施設の核セキュリティを継続的に確保し強化するには、組織及び個人による能動的な核セキュリティ文化の醸成が不可欠である。そこで、東海再処理施設では、国際原子力機関(IAEA)の核セキュリティ文化に関するガイドラインにおいて、効果的な核セキュリティ文化の基礎となる信念及び態度である、「確実な脅威の存在及び核セキュリティの重要性の認識」を根付かせるための組織としての諸活動として、核セキュリティに特化した教育、少人数グループによる事例研究トレーニング、啓蒙ポスター作成、経営層による現場巡視等の活動を実施している。本報告は、東海再処理施設の核セキュリティ文化醸成に係る従業員起点のボトムアップ及び経営層からの階層的なトップダウンによる双方向の活動の評価及び改善に係る紹介、並びに今後の取り組むべき課題について紹介する。
佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修
QST-M-8; QST Takasaki Annual Report 2016, P. 62, 2018/03
福島第一原子力発電所における多核種除去設備から発生している廃吸着材は、多量の放射性核種を含有しており、処分のために発生した固化体への放射線影響が懸念されている。本件は、廃吸着材の模擬物をセメント固化した試料において放射線分解によって発生する水素ガス量の調査を目的として実施した。チタン酸塩, 酸化チタン, フェロシアン化物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を対象として、セメント固化材(普通ポルトランドセメント及び高炉スラグセメント)を用いて固化試料を作製した。量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト照射施設を利用して
線の照射試験を行い、セメント固化試料からの水素ガス発生を調査した。試験の結果、セメント固化試料から発生した水素ガス量を求め、水素ガス発生のG値を算出することができた。
伊藤 義之; 佐藤 史紀; 小島 順二
QST-M-2; QST Takasaki Annual Report 2015, P. 89, 2017/03
東海・再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、低レベル放射性廃液の処理により発生する炭酸塩廃液をセメント固化し廃棄体を作製することを計画している。本研究では、作製したセメント固化体からの水素発生量を検討するため、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト60線照射施設にて、セメント試料の線照射試験を行い、水素生成G値(G(H
))を測定した。G(H)は、セメント固化試料から生成する水素ガスの濃度を分析することによって求め、セメント剤であるBFSとOPCの配合条件及び炭酸塩含有量によるG(H)への影響を調査した。その結果、セメント剤配合条件の影響確認では、セメント中のOPC含有量の増加とともにG(H)は、高くなる傾向であることが分かった。セメント中のOPC含有量が増加するとCaO成分が多くなることから、この影響でG(H)は高くなったと示唆される。また、炭酸塩含有量の影響確認では、G(H)は、炭酸塩を充てんすることで減少し、さらに炭酸塩充てん割合の増加とともにわずかに減少した。炭酸塩中には、硝酸ナトリウムが含まれており、この影響でG(H)は低下したと考えられる。
堀口 賢一; 佐藤 史紀; 山下 昌昭; 小島 順二; 門田 浩史*; 新 大軌*; 坂井 悦郎*
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液, 固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、炭酸塩を含む廃液(炭酸塩廃液)のセメント固化技術開発について、ビーカー試験の結果を報告する。
山下 昌昭; 佐藤 史紀; 堀口 賢一; 小島 順二; 坂井 悦郎*; 新 大軌*; 門田 浩史*
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、ビーカー試験で設定した固化条件を実規模(200Lドラム缶大)で実施した実証試験の結果を報告する。
松島 怜達; 伊藤 義之; 小島 順二; 舛澤 俊*; 新井 剛*
no journal, ,
東海・再処理施設より発生する低レベル放射性廃液(LLW)は、低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)にて共沈限外ろ過・吸着処理後、セメント固化される予定である。その際、セメント硬化反応に影響を与える金属元素の組成把握が重要であるが、LLWは高濃度のナトリウム(Na)を含むため、微量に含まれる金属元素の定量が困難であった。本研究では、Naと金属元素を群分離できる多孔性シリカ担体にイミノ二酢酸基を担持させた自製吸着材(SIDAR)について、吸着特性を調査し、LLWへの適応性の検討を行った。本研究では、SIDARを用いて振とう試験を行い、pH毎の吸着分配係数を算出することで吸着特性を評価した。SIDARは何れのpH領域においてもNaを非吸着であり、2価の金属元素に対しては、pH2以上で吸着分配係数が上昇していくことが明らかとなった。SIDARは、2価の金属元素に対し選択性を有することから、Naと2価の金属元素を分離することが可能であると示唆された。
佐藤 史紀; 堀口 賢一; 山下 昌昭; 小島 順二
no journal, ,
低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、再処理施設より発生する低放射性の廃棄物(廃液、固体の両者)を処理する計画である。このうち、低放射性の廃液としては、再処理施設より発生する低放射性の廃液を蒸発濃縮した「低放射性濃縮廃液」と、廃溶媒等の固化処理に伴い発生する「リン酸塩廃液」の2種類を対象としている。本報告では、このうち「低放射性濃縮廃液」の処理に用いるセメント固化技術の開発について報告する。低放射性濃縮廃液には環境基準の定められた硝酸性窒素に該当する硝酸塩が大量に含まれる。LWTFでは、その硝酸塩を炭酸塩に転換した廃液をセメント固化することを計画している。本報告では、炭酸塩を含む廃液(炭酸塩廃液)のセメント固化技術開発について、ビーカー試験を行った上で実規模大の実証試験を行う開発計画及び全体概要を報告する。
伊藤 義之; 小島 順二
no journal, ,
本研究では、東海・再処理施設内の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)の吸着塔で使用するCs及びSr吸着材の検討を行っている。従来の吸着材(T-KCFC、チタン酸-PAN)は、フェロシアン化物やポリアクリロニトリル(PAN)を使用しており、これらの放射線分解によるシアン化水素の発生等に対する懸念があった。本件では、線照射試験によりフェロシアン化物等の放射線分解について調査した結果、フェロシアン化物やPANは、放射線分解により溶液中にシアンイオンを生成するとともに、吸着材表面は、吸収線量の増加とともにひび割れを生じ、PANは剥がれ落ちることが分かった。このため、放射線の影響を受け難い無機吸着材の適用をバッチ吸着試験及びカラム吸着試験により検討した結果、Cs吸着材では、ケイチタン酸塩、Sr吸着材では、A型ゼオライト及びチタン酸カリウムが、従来の吸着材と同等又はそれ以上の吸着性能であることが分かった。
佐藤 史紀; 石井 健治*; 小島 順二; 新井 剛*
no journal, ,
再処理施設から発生する低放射性廃液の固化処理方法として、廃液中のリンを固化体の骨格に利用可能な鉄リン酸ガラスに着目し、溶融炉を運転する上で重要な溶融ガラスの粘度を測定した。
松島 怜達; 佐藤 史紀; 堀口 賢一; 小島 順二; 山下 昌昭*; 坂井 悦郎*; 新 大軌*
no journal, ,
東海再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)は、再処理施設より発生する低放射性の液体廃棄物及び固体廃棄物を処理する施設として建設され、コールド試験が実施されている。本施設では、液体廃棄物の処理に伴って発生する硝酸廃液に対し、ホウ酸塩を用いて固化体とすることとしていたが、現在は炭酸塩廃液に置換した後、セメント固化体とする計画であり、設備導入に向けた検討、設計を進めている。本報告では、本炭酸廃液について実規模大(200Lドラム缶)でのセメント混練・固化試験を行い、セメント固化体の強度及びセメント材の配合を変化させた場合の強度への影響について検討した結果を報告する。
茶木 孝仁*; 新井 剛*; 石井 健治*; 佐藤 史紀; 小島 順二
no journal, ,
再処理施設から発生するリン酸塩やNa塩を多含する低放射性廃液の固化処理方法として鉄リン酸ガラス固化に着目した。鉄リン酸ガラスは廃液中のリンを構造の主骨格にできることから、廃棄体の減容が期待される。本研究では、Naを高充填可能な鉄リン酸ガラス組成の最適化及び鉄リン酸ガラスのNa保持性能について検討した。
山中 大樹*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 小島 順二
no journal, ,
使用済核燃料再処理で生じるリン酸廃液の固化処理としてリン酸マグネシウムセメント固化に着目した。リン酸マグネシウムセメントは、リンを構造の主骨格とするため、リン酸廃液の高減容化が期待されるが、反応が著しく速いため混練時間の確保等の課題がある。本研究では、混練時間の確保を目的に複数の反応遅延剤を選定し、それらがリン酸マグネシウムセメント形成に及ぼす影響について調査した。
担持型両性イオン交換体による炉心冷却水に含まれる微量核種の吸着分離技術の基礎研究駒田 諒*; 矢部 勇樹*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 小島 順二
no journal, ,
多核種除去設備の処理水に含まれる
Cdの放射能分析の改善を目的に、自製の無機-有機複合型両性イオン交換体(SAIX)を用いたクロマトグラフィ法による分析妨害元素の除去技術について検討している。本研究によりSAIXの処理水に含まれる核種の基礎的な吸着・溶離挙動が明らかとなり、クロマトグラフィ法により模擬処理水からCd(II)を単離できることが示された。
伊藤 義之; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二
no journal, ,
東海・再処理施設の低放射性廃棄物処理技術開発施設(LWTF)では、低レベル放射性廃液の処理により発生するスラリ廃液及び炭酸塩廃液をセメント固化し廃棄体を作製することを計画している。本研究では、作製したセメント固化体からの水素発生量を検討するため、量子科学技術研究開発機構高崎量子応用研究所のコバルト60線照射施設にて、セメント試料の線照射試験を行い、水素生成G値(G(H))を測定した。その結果、スラリ固化体(充てん率10
50wt%)のG(H)は、約0.04であり、スラリ廃液を充てんしていない場合に比べて、およそ半分に低下した。また、炭酸塩固化体(充てん率1030wt%)のG(H)は、約0.05であり、炭酸塩廃液を充てんしていない場合に比べて、およそ1/3に低下した。炭酸塩固化体のG(H)がスラリ固化体の値よりも高かった要因として、炭酸塩廃液中の炭酸イオンは、水の放射線分解で生成する水素ガス発生量を増加させる作用がある一方、スラリ廃液中に含まれる硝酸イオンは、水素ガス発生量を減少させる作用があるためと考えられる。
茶木 孝仁*; 新井 剛*; 石井 健治*; 佐藤 史紀; 小島 順二
no journal, ,
再処理施設から発生するリン酸塩やNa塩を多含する低放射性廃液の固化処理方法として鉄リン酸ガラス固化に着目した。本研究で、鉄リン酸ガラスのNaを高充填可能な鉄リン酸ガラス組成の確認及び核種保持性能が良好であることが示された。
毛利 雅裕*; 新井 剛*; 茶木 孝仁*; 佐藤 史紀; 小島 順二
no journal, ,
使用済核燃料再処理施設から発生する低レベル放射性廃液の固化処理方法として、廃液成分中に含まれるリンを固化体骨格に利用した鉄リン酸ガラスに着目した。本研究では、廃液中に含まれる核分裂生成物由来の夾雑元素が固化体形成に及ぼす影響について検討した。
担持型両性イオン交換体を用いた処理水中の微量核種の吸着分離技術の基礎研究駒田 諒*; 吉川 優太*; 新井 剛*; 佐藤 史紀; 小島 順二
no journal, ,
多核種除去設備の処理水に含まれるCdの放射能分析の改善を目的に、自製の無機-有機複合型両性イオン交換体(SAIX)を用いたクロマトグラフィ法による分析妨害元素の除去技術について検討している。本研究によりSAIXの処理水に含まれる核種の基礎的な吸着・溶離挙動が明らかとなり、クロマトグラフィ法により模擬処理水中のCd(II)を多種の核種と分離できることが示された。
線照射に伴う水素ガス発生の評価佐藤 淳也; 菊地 博*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 松島 怜達; 佐藤 史紀; 小島 順二; 中澤 修
no journal, ,
福島第一原子力発電所の汚染水処理を行う多核種除去設備から発生する二次廃棄物は、固化処理の実績がないものが多く、新たな固化の方法を検討する必要がある。廃棄物処理技術グループでは、固化技術の選定に向けた基礎データの取得を目的として、既存の固化技術を対象に模擬廃棄物を用いた固化基礎試験を進めている。水を用いた固化技術(例えば、セメント固化法)で作製した固化体では、水の放射線分解による水素ガスが発生する。水素ガスは可燃性ガスであるため、処分時の安全性を確保する上で放射線照射時の固化体からの水素発生の評価が重要である。本試験では無機固型化材を用いて二次廃棄物のうちチタン酸, フェロシアン化合物, キレート樹脂及び樹脂系吸着材を固化した場合に、廃棄物に含まれる核種由来の線による水素ガス発生量を評価する目的で、工学的な成立性の観点から最適化した水固型化材比で固化試料を作製し、線照射試験を実施して水素ガス発生のG値を算出した。本試験により、模擬廃棄物充填率を40wt%とした固化試料からの、線照射に伴う水素ガス発生のG値を求めることができた。
山田 博之; 河野 壮馬; 田崎 隆; 小島 順二; 北尾 貴彦; 中村 仁宣
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原子力機構における個人の信頼性確認制度の実施概要及び導入時の課題とその対応について発表する。個人の信頼性確認制度の導入時の課題として、(1)情報管理の方法、(2)苦情の申出等に係る受け皿の整備、(3)個人の信頼性確認制度の対象者による制度理解が挙げられる。原子力機構においては、次の対応を図っている。(1)情報管理の方法として、個人の信頼性確認制度に係る情報は2人ルールを適用することによって厳格な管理を実施している。(2)苦情の申出等に係る受け皿の整備に対して、原子力機構内の各施設の核物質防護管理者や人事部門、法務部門等の要員で構成した第3者委員会を設置している。(3)個人の信頼性確認制度の対象者への制度理解については、理解促進のために、広報誌に制度導入のお知らせを掲載したり、施設内へポスター掲示によって理解促進活動を図った。個人の信頼性確認制度の導入によって内部脅威リスクの低減が期待されるが、内部脅威対策に限らず、核物質防護措置は組み合わせが重要であることから、運用の最適化を図ることで、核燃料施設の内部脅威対策の強化に努めていく。
